4thintemationalworkshop - jwes
TRANSCRIPT
JWES・AE・0207
4thIntemationalWorkshopon the Integrity ofNuclear
Components
April15－16，2002
2002年10月
社団法人 日本溶接協会
原子力研究委員会
4t恥ASl瞳CO＆9セわkl－S
．舳o剛齢elntegrity・f閥uclearC・mp・論e麟
Ap『i輿二Apri目7乳2002 HyatlRegencyChel“，翼・rea
・1／無1
，’、認識 、論藝
Workshopの会場にて
目本・韓国・台湾の代表者会談左より、菊池教授・矢川教授（目本）、Dr．Y－」．Kim（韓国）、Dr．K．Ting・Dr．J．J．Chen（台湾）
矢川氏の講演
水谷氏の講演
安食氏の講演
柴田氏の講演
釜谷氏の講演
長谷川氏の講演
浅野氏の講演 三浦氏の講演
Chairman 菊池氏
欝 『
〈
古里第二原子力発電所にて
はじめに
世界のエネルギー事情は大きく変わりつつある。特にアジア地域では2010年
の需要見直しが1992年の2倍にも達するという急カーブを描いている。この需
要激増に対応する形でアジアにおける原子力開発は着実に進んでいる。
これまで、わが国の原子力開発は欧米との協力の下で行われることが主であ
ったが、原子力発電の安全確保などの問題については地理的つながりの強い地
域内での共通課題とし問題を共有し、かつ協力してゆくことが重要である。
わが国は、これまで長年にわたって原子力発電の良好な発電実績を有してき
た。この実績は高信頼性の材料・機器設計のハードウェア面と、高度な運転管理
技術・保守技術・検査技術・教育訓練などのソフトウェア面の両者がベースとな
っている。このような背景の基、今後アジア地区での原子力開発が益々活発にな
るに当たって、わが国からの原子力発電機器・材料の輸出も盛んになってゆくこ
とが予想される。
このような背景の元に、原子力研究委員会では4年前に韓国に呼びかけて原子
力機器の健全性に対するアジア地区の技術者の交流を目的とするワークショッ
プを開催することとした。
第1回は1996年5月8目に韓国、太田にある韓国原子力研究所で（KINS）に
おいて日韓の研究者・技術者の協力で開催された。第2回目には新たに台湾か
らの参加者を迎えて、1998年4月20－21日の2目間、東京大学山上会議所でか
いさいされた。そして第3回は2000年10月11・12目に台湾原子力研究所
（INER）において日韓台の研究者・技術者の参加を得て開催された。これらはい
ずれも多数の聴講者が参加し盛会裏に行われた。なお第1回、第2回ワークシ
ョップにおいて発表された論文は、それぞれNuclearEngineeringandDesign
誌の特集号（Vo1．174，No．1，1997およびVo1．191，No．2，1999）として公表されて
おり、第3回のワークショップの論文については本年5月中に同じく特集号が
発刊される予定となっている。
なお第3回のワークショップの際、このワークショップの主催団体として
Asian Societyfbr Integrity ofNuclear Components（略称ASINCO）を結成する
ことが承認され、第一期（2001・2002年）の会長として韓国成均館大学のY．」．Kim
教授が選出された。
第4回目の今回はASINCO主催のワークショップとして、2002年4月15・16
目の2目間、韓国済州島で開催された。今回から新たに中国本土からの参加者
を正式なメンバーとして迎え、またゲストとして米国とインドからの研究者を
招待して開催された。全部で24編の論文発表が予定されており、うち22編の
論文が発表された。ワークショップは韓国国内の「第9回韓国原子力安全技術
研究所ワークショップ」と並行して行われ、韓国国内から多数の研究者・技術
者が参加して行われた。
（文責 矢川、菊池〉
Division I
International Session
Session AO1 Time I Room Chairpersons
Computational Assessment 10.'40 - 12,20, Monday. Apri/ 15 /Regency Ballroom A
Y J. Kim, Sungtyunkwan University, Korea K. Hasegawa, Hitachi Ltd.. Japan
AOl/l
AO I 12
AO I 13
AO I 14
Developments of Large-Scale Computational Mechanics Softwares in Japan - The State ofthe Art
G. Yagawa, S. Yoshimura, H. Okuda ( Univ. of Tokyo, Japan)
Safety Assessment Based on "Design by Analysis": From Manpower To Automation Y Zhou, S. Bao (Tsinghua Univ., China)
Introduction ofDuctile Crack Extension Analysis Model Based on R6 Method into PFM Code PASCAL K. Shibata, K. Onizawa (JAERI. Japan), Y Li, D. Kato (Fuji Research Institute Corp., Japan)
Development of an Integrity Evaluation System for Nuclear Power Plant Using Information Technologies J.B. Choi. J. C. Kim, YJ. Kim (Sunghyunkwan Univ., Korea),
J.H. Lee. YW Park (KINS, Korea)
Session A02 Time I Room Chairpersons
Inspection and Maintenance
14.•OO - 15.•40, Monday, Apri/ 15 /Regency Ballroom A C. H. Jang, Korea Electric Power Research Institute, Korea
K. Ting, Lunghwa Universty ofScience and Technology, Taiwan
A02/ l
A02/2
A02/3
A02/4
New Algorithm for the Flaw Identification Using Deconvolution on the Ultrasonic Testing of Welded Joints
S.J. Song, YH. Kim (Sungkyunkwan Univ., Korea) Limit State Analysis of the Steam Generator Concrete Enclosure T. Tseng, S. Anagnostis (Stevenson & Associates, USA)
Evaluation of Mechanical Aging Degradation for Neoprene Cable Jacket J.S. Kim, I.S. Jeong and TR. Kim (KEPRI, Korea)
Challenges in In-Service Inspection for Nuclear Components:
Scenario and Emerging Directions B. Raj, T Jayakumar, B.PC. Rao (Indira Gandhi Centrefor Atomic Research, India)
Session A03 Time I Room Chairpersons
Fatigue Design
16.•OO - 1 7.•40. Monday. Apri/ 15 /Regency Ballroom A Y Zhou, Tsinghua University, China K. Shibata. Japan Atomic Energy Research Institute, Japan
A03/l
A03/2
A03/3
A03/4
Study on High-Cycle Thermal Fatigue for LWR Plant in Japan J. Mi2utani (Totyo Electric Power Co., Japan), Y Minami (Kansai Electric Power Co. , Japan), S. Moriya (Centra/ Research Institute of Electric Power Industry, Japan), K. Shiina (Hitachi, Ltd., Japan), H. Hirayama (Toshiba Corp., Japan), K. Tanimoto (Mitsubishi Heavy Industries, Ltd., Japan)
An Investigation on the Environmental Fatigue and Design Feasibility for Pressurized Water Reactor Primary Components of a 60 Year Design Life J.S. Park, G.S. Kim, J.M Kim, K.S. Yoon, TS. Choi (KOPEC, Korea)
Crack Growth Evaluation of Interacting Parallel Surface Cracks M Kamaya (Institute ofNuclear Safety System, Japan), T Kitamura (Kyoto Univ.. Japan) The Effect of Temperature on the Fatigue Crack Growth Rate of Type 304 Stainless Steel J.J. Chen (Institute ofNuclear Energy Research. Taiwan), YS. Shih (Chung-Yuan Christian Univ.. Taiwan)
Session A04 Time I Room Chairpersons
Experinrents 9:OO - 10;40, Tuesday, April 16 /Regency Ballroom A I.S. Kim, Korea Advanced Institute ofScience and Technology, Korea M Kikuchi, Science University ofTotyo, Japan
A04/ l
A04/2
A04/3
A04/4
HTR-lO Primary Loop Pressure Boundary System and Its Pre-service Pneumatic and Tightness Test S. Yu, J. Liu (Tsinghua Univ., China)
Results of a Flow Induced Vibration Test for PWR ICIS Thimble Tub e
K. Ajiki, K. Umeda. T Ichikawa, M Ban (Mitsubishi HeaTy Industries Ltd., Japan), H. Chiba (Nuclear Development Corp., Japan)
Residual Life Estimation of Nuclear power Plants H. S. Kushuwaha (Bhabha Atomic Research Centre, India)
The Effects of Heat Treatment Conditions of the SA508 Grade 3 Class I Steel Prior to Welding on Impact Toughness in its HAZ Region J. T Kim. H.K. Kwon. B.1. Yang (Doosan HI&C. Korea)
Session A05 Time IRoom Chairpersons
Failure Assessment
11.•OO - 12.•40. Tuesday, Apri/ 16 /Regency Ballroom A K. Ajiki, Mitsubishi Heavy Industries Ltd.. Japan
J. H. Hong, Korea Atomic Energy Research Institute, Korea
A05/l
A05/2
A05/3
A05/4
Failure Assessment Curves for Austenitic Stainless Steel Pipes with a Circumferential Crack at a Welded Joints
M Asano, J. Fukakura, M. Kikuchi (Toshiba Corporation. Japan)
Experimental Approaches on Flow Accelerated Corrosion Behavior of CANDU Feeder Piping J.H. Kim, S.H. Kim, I.S. Kim (KAIST, Korea),
YW Park (KINS, Korea), H.S. Chung (KEPRI, Korea) Comparison of Allowable Flaw Sizes Derived from Limit Load Criterion and Two Parameter Approach K. Hasegawa, K. Miyazaki (Hitachi Ltd., Japan)
The Prediction of the Crack Growth using Boundary Element Method by Strain Energy Density Criterion WS. Yang (Nankai College of Technology & Commerce. Taiwan), K. Ting (Lunghwa Univ. ofScience and Technology, Taiwan)
Session A06 Time I Room Chairpersons
Material Embrittlement 14:OO - 15:40. Tuesday. April 16 /Regency Ballroom A
J. J. Chen, Institute ofNuclear Energy Research, Taiwan B. Raj, Indira Gandhi Centrefor Atomic Research. India
A06/ l
A06/2
A06/3
A06/4
The Failure Analysis of Sensing Line in Recirculation System K. Ting (Lunghwa Univ. ofScience and Technology, Taiwan), J.S. Yu, S. Y Chen (Institute ofNuclear Energy Research, Taiwan),
C. T Tsu (Taiwan Power Company, Taiwan) Characteristics of Neutron lrradiation Embrittlement in Korean Making SA508-3 RPV Forging Steels having Different Refining Processes B.S. Lee, J.H. Hong, YJ. Oh, J.H. Yoon, J.H. Kim, S.H. Chi, (KAERI, Korea), J. T Kim (Doosan HI&C, Korea) Study on Flaw Evaluation for Pipes with Moderate-Toughness N. Miura, K. Kashima (Central Research Institute of Electric Power Industry, Japan), K. Miyazaki. M Hisatsune, K. Hasegawa (Hitachi Ltd., Japan)
A Simplified Approach for the Estimation of T~ Shift due to lrradiation Embrittlement J.H. Lee, S.H. Kim, Y W Park (KINS, Korea), V Revka, E. Grinik (Institutefor Nuclear Research, Ukraine)
目 次
1．ワークショップ概要 …“一も…傷旨一…”6”佑…年…毎…隼…一貧 1
2．原子力機器健全性国際ワークショップ概要 “““も”一”““…““爆
2－1 Session I（Computational Assessment） 忽”一年……糞…・…
2－2 Section n： 乞”ン“一“”ウ“”艦”ウ“ゆウ％”ウ郭箪ゆ○””“”“”“博
2・3 Session III：Fatigue Design 爆”’““”一一力》一一一一・一一一
2－4 Session IV Experiments “…一◎略？…”“爆捧““一ぢ…“…
2・5 SessionV（Failure Assessment） り’“申“一……・・唱……一
2－6 SessionVI（MaterialEmbrittlement） や改窺’酔タ涛｝究…・も・…一
3368
10
11
14
3．古里原子力発電所訪問記（4／17）党も””一”ρ究ヤψ一等一黛 店年” 17
4．むすび ““…一…亭一……“邸一…◎…・………捧か…一郵”◎腐躍19
1．ワークショップ概要
ワークショップは6セッションから構成され、全部で22編の論文が発表され
た。内訳は韓国と日本からそれぞれ8編、台湾から3編、中国と米国、インド
からそれぞれ1編づつである。以下にワークショップのセッションタイトルを
示す。
セッション1
セッション2
セッション3
セッション4
セッション5
セッション6
ComputationalAssessment
Inspection andMaintenance
Fatigue and Design
：Experiments
Failure Assessment
Material Embrittlement
日本からの参加者は、矢川教授（東大）、柴田（原研）、三浦（電中研）、安食（三菱
重工）、長谷川（日立）、浅野（東芝）、水谷（東電）、釜谷（原子力安全システム研究所）、
菊池（東理大）、馬郡（溶接協会）の10名である。
韓国からの論文は大学（KAIST、成均館大学）から3件、KEPRIから2件、
KOPEC、K【NS、Doosan HI＆Cからそれぞれ1件である。台湾からはINER
から2件、大学から1件の発表があった。また中国は清華大学、インドはイン
ディラガンジー原子力研究所、米国はStevenson＆Associatesからの発表がそ
れぞれ1件づっあった。
会場は済州島のリゾート地にあるHotel Hy＆tt Regencyで行われた。韓国国
内のシンポジウムヘの参加者も出席が認められていたため多数の研究者・技術
者が参加し、活発な質疑が行われた。また第4回ということもあって発表者の
多くはお互いに顔なじみであり友好的な雰囲気で会議が進められた。
済州島は韓国有数の観光地であり、美しい自然あふれる場所であるとのこと
であったが、残念なことに会議の行われた2日間は荒天が続きすぐ傍の海も見
えない状態であった。
ワークショップの間にASINCOの会合が開かれ、次期（2003・2004年）の会長
として矢川教授（東大）が選出され、次回を2004年に目本で開催することが決定
された。また次回会合からはWorkshopの呼称をConfbrenceとすることが確認
された。
ワークショップ1目目の夜にはバンケットが開かれ、開催が近づいたワール
ドカップでの、韓国、中国、目本の健闘を祈って乾杯が行われた。済州島でも
試合が行われるとのことで、新築の競技場が完成し、熱気があふれていた。
ワークショップ終了後、日本からの参加者は釜山に移動し、古里第二原子
一1一
電所を見学した。ここは韓国で最初の原子力発電所である。趙所長以下多数の
技術者の暖かい歓迎を受け、サイト見学の後活発に質疑を行った。
（文責 菊池）
一2一
2．原子力機器健全性国際ワークショツプ概要
2・1 Session I（ComputationalAssessment）
1）DevelopmentofLarge Scale ComputationalMechanicsinJapan
－The State ofthe Art・
by G．Yagawa，S．Ybshimura，and H．0：kuda
（University of Tokyo，Japan）
本講演では、目本における最新の計算科学プロジェクトの現状が紹介された。
過去30年、計算機システムは、種々の現象を定量的に解析する目的で発達
し、今目では、産業分野におけるインフラ構造の一つと見なされている。しか
し、既存システムは、10～10000のプロセッシング要素程度に対応できる並列プ
ロセッサーまでにしか達していない。また、現状のソフトウエアは、異なる機
種や分散型計算機にも対応できない。これらは、21世紀における計算科学の
課題として残されている。
ここでは、日本における大容量計算機ソフトウエアの2大プロジェクトとし
て、ADVENTURE及びGeoFEMの開発の成果が報告された。前者は、JASPS（Japan
SocietyfbrthePromotionofScience）のスポンサーで実施された。後者は、地球に
おける地核現象のシミュレーションを行うため並列計算を行う世界最速ソフト
とされている。
ADVENTUREプロジェクトの成果例として、100万自由度の原子炉圧力容器
の一体解析や、60万自由度のABWRの解析事例が示された。ADVENTURE一βVersionは、2001に最初に公開され、2002年3月には、全モジュールがウェッブ
サイトから公開されるに至った。
一方、GeoFEMにっいては、文部科学省がスポンサーとなって、 「地球シミ
ュレーター」プロジェクトとして実施されたものであり、800万自由度の問題に
対応可能である。解析例として、日本の西南弛域におけるプレートの衝突現象
や地球内部の現象の解析が紹介された。GeoFEMの最初のVersionは、1998年に
公開された。
一3一
2） Assessment Based on Design by Analysis：From Monpower to
Automation by Y．Zhou（lnstitute of Nuclea：r Ene：rgy Technology），and S．Bao
（Tsighua University，China）
ASME Code Sec．IIIにおけるr解析による設計」の主な適用の目的の一つは、
原子力機器の安全評価である。現状では、手作業に基づいて実施されており、
ヒューマンエラーや膨大なデータによる精度低下をもたらす原因となっている。
さらに、実際には、設計コードを詳細に把握した専門技術者を必要とする。し
かし、近年、急速に進展したComputeraided設計法や人工知能技術を用いて、こ
れらの安全設計の自動化が可能となっている。本発表は、 「解析による設計」
プロセスについて評価フローを示すと共に、自動化技術とその関数モデルにっ
いて、実際のフレームワークが示された。また、評価知識ベースと評価プロセ
スの推論メカニズムの構造が述べられた。
さらに、原子力機器設計の自動化のためのプロトタイプシステムについても言
及された。このシステムでは、ウェッブデータベース、人工知能、知識ベース
等を利用している。
3）Introduction of Ductile Crac：k Extension Analysis Model Based on R6
MethodintoPFM Code PASCAL by K．Shibata，K．Onizawa（JapanAtomic Energy Research Institute，
Japan），Y．Liand，D．Kato（FujiResearchInstitute Corporation，
Japan）
原子力機器の経年変化研究の一環として、確率論的破壊力学コードPASCALの開
発経過とR6法に基づく非線形破壊力学を採用した場合の破損確率に対する効果に
ついて発表があった。このコードでは、経年圧力容器の破損確率を解析する。通常、
VISA－IIやOCA－P等の圧力容器破損確率解析コードでは、線形破壊力学に基づく亀
裂進展、停止解析に基づき破損確率が求められる。一方、加圧熱衝撃等による破損
解析では、板厚方向への亀裂進展にしたがって温度勾配による靱性増加のため脆性
破壊から延性破壊へと破壊モードが遷移するケースが発生し、過度に安全側の評価
となる可能性がある。このような破壊モードの遷移を適切に評価するためには、延
性亀裂進展による破壊抵抗の増加を考慮することが必要になる。
そこで、弾塑性破壊力学に対応できるR6法破壊基準をPASCALに導入するとと
もに、弾塑性破壊力学解析に必要な材料の破壊抵抗曲線のデータベースを導入した。
一4一
例題解析の結果、弾塑性破壊力学の導入により、破壊確率が大幅に低減するととも
に精度の良い破損確率が得られることが明らかとなった。
4） Development of an Integrated Evaluation System fbr Nuclear Power
Plant UsingInfbrmation Technology by J．B．Choi，」．C．Kim and．Y．」．Kim（Sung：kyonkwan University，
Korea），」．H．Lee andY．W．Park（KoreaInstituteofNuclear
Safbty），
IT技術を活用した原子カプラント機器の総合健全性評価システムの開発にっ
いて発表された。
このシステムは、検出技術、Virtual Reality技術、インターネットウェッブによ
るデータベースシステム技術を含んでいる。21世紀におけるIT活用による原子
カプラント総合診断システムの構築をめざすものである。
本発表では、状態監視システムのための光ファイバーセンサー技術の取り込
み方法について述べられた。本システムでは、破壊評価手法の導入と、現在利
用可能なITを用いたプラント管理システムを導入している。また、このシステ
ムは、破壊評価技術及びセンシング技術の進歩に容易に対応可能なだけでなく、
現場における技術者が容易にアクセス可能である。このシステムは、今後のIT
技術の急速な進歩と破壊力学評価手法の進展に対応するための重要な役割を果
たすものと思われる。すなわち、21世紀における原子力プラントの安全性とプ
ラントの管理に係わる情報を与える重要なシステムをめざすものである。
（文責柴田）
一5一
2・2 Section H
5）NEWALGORITHMFORTH：E FLAWIDENTIFICATIONUSING
DECOWOLUTIONONTHEULTRASOMCTESTINGOFWELDED JOINTS by Sung－Jin Song andYoungH．Kim （School ofMechanical
Engineering，Sungkyunkwan University）
溶接継手の超音波テストを射角で実施する場合，幾何学的な反射体の存在に
よって適切でない信号が発生し，欠陥信号の識別が難しくなることがしばし発
生する。このような状況に対する対策案として，デコンヴォリューションを用
いた欠陥の識別方法を提案した。これを用いると，幾何学的な反射信号（内側
に窪んだ穴及び溶接の付け根部）が振幅が小さく幅の広い信号に対し，欠陥の
反射信号はインパルス信号のように振幅の大きな信号となり，他の信号と識別
することが可能であることが判った。
6）LIMITSTATEANALYSIS OFTHE STEAMGENERATOR CONCRETE ENCLOSURE by Tsiming Tseng and StephenAnagnostis（Stevenson＆Associates，
Wobum，Massachusetts，USA）
SGEの交換時にコンクリート製のSGEに変更するに当たって応力計算を再計
算する必要がある。再計算にあたり新しい圧力条件にてUFSARの基準を満足す
るかどうか評価した。
非線形モデルでの評価した結果，もっともSGEの最大容量は1．79Pとなった。
この時鋼の延びは許容の延びの160％，コンクリートの延びは0．001となった。
またこの圧力がSGEにかかった場合に屋根や外壁に発生する勇断力は，基準で
許容されている応力よりも小さく，SGEは十分能力があることが判った。
7） Evaluation ofmechanical aging degradation fbr neoprene cablejac：ket
by Jong・Seog Kim，111－Seok Jeong，and Tae・Ryong Kim（Research
Institute ofKorea Electric Power Corporation）
原子カプラントの寿命延長については世界的に検討されてテーマとなってお
一6一
り，その中でケーブルの経年劣化ついても，寿命評価についての関心が大きく
なっている。その際，原子力発電所内のネオプレンゴムのケーブルの経年劣化
を模擬するために，加速試験の方法を検討する必要があると考える。今回，加
速試験の方法として等温での加速試験と温度を断続的に変化させた加速試験を
実施した。試験の結果，等温で加速試験を実施した場合の方が断続的に温度を
変化させた場合よりも，60年で2倍の伸び，1．5倍のインデンターとなり当初の予
想と異なる結果となった。
8） CHALLENGES IN IN－SERVICE INSPECTION FOR NUCLEAR，
COMPONENTS：SC：ENARIOAND EMERGINGDIRECTIONS by Baldev Raj，T．Jayakumar and B．P．C．Rao（Materials，Chemical
and Repmcessing Groups Indira Gandhi Centre fbrAtomic
Reseεしrch）
原子力発電所のISIは，信頼できる運転を確保するために必須の検査である。
NDEの必要な専門技術及び手段についてはインドではDAEにて開発を実施し
ている。具体的には，インドで最も古いプラントであるTAPSでは給水のズルの
UT，シュラウドの目視検査を実施，重水炉では冷却材チャンネルの検査に改良
したECテストであるBARCIS，INGRESの開発，圧カチューブのAETによる検
査，エンドシールドの特殊な超音波及び音響による検査，タービンのブレード
のX線解析技術による検査，赤外線サーモグラフィーによる検査の実施，プロト
タイプ型のFBRでは，自動化されたデバイスによる検査，熱交換器及び蒸気発
生器の改良されたECテストであるPA法による検査を実施した。
（文責水谷）
一7一
2・3 Session III：Fatigue Design
9）Study on High・Cycle Thermal Fatigue fbrLightWaterReactorPlantin
Japan by J．Mizutani（Tokyo Electric Power Company），Y Minami（Kansai
：Electric Power Company），S．Moriya（Central Research Institute
of Electric Power Ind．ustry），K．Shiina （Hitachi，Ltd，），H．
Hirayama（Toshiba Corp．），and K．丁段nimoto（Mitsubishi Heavy
In（1ustries，Ltd．）
日本機会学会のワーキンググループでの研究結果。同ワーキンググループで
は、丁字継ぎ手部における混合流体の温度差に起因する高サイクル熱疲労に関
して研究を行っているが、本報告はこの中で、アクリルパイプを用いた実験に
より流れのパターンの観察と、温度変動の傾向を調べた結果をまとめたもの。
着色した流体を用いて2つの流体が混合する様子を詳細に観察すると同時に、
各部に取り付けた温度計により温度変化を調べた。試験条件を変化させて、合
流する2つの流れの流速比、主流の流速、上流や下流側に弁や、エルボーなど
の要素が存在した場合の影響が調べられた。合流点から下流側では温度変動が
存在し、下流になるほどその大きさが小さくなる様子が多く観察された。その
変化は流速比や上流側の要素の影響を受けるものの、主流の流速や下流側の要
素の影響は小さいことなどの傾向が明らかにされた。
10）An Investigation on the Environmental Fatigue and Design Feasib丑ity
fbr Pressurized Water Reactor Primary Components of a60Year
DesignLifb． by J．S．Par：k，G．S．Kim，」．M．Kim，K，S．Yoon and T。S．Choi（Korea
Power Engineering Co．Korea）
60年の運転の疲労評価に環境効果を入れる具体的な手順と解析例を示した。
環境効果を考慮する方法としては、MehtaとGosselinによって与えられた有
効環境疲労係数を適用した。この係数は、Argonne NationalLavoratoryと日
本の結果をレビューして得られた大気中と環境中の疲労の関連を示す指標で、
Usageファクターに考慮される。実際の評価には有限要素法を用いて熱応力計
算を実施する。この時の瓦．は過渡状態に合わせて積分することで評価される。
具体的な評価が、PWRの原子炉圧力容器のノズル部と加圧器のサージラインに
一8一
っいて実施された。60年相当の運転サイクルについて評価した結果、瓦。が大
きいところで10倍（つまり、Usageファクターがおおよそ10倍）になる部位
があり、環境効果が疲労評価に大きく影響する結果となった。
11）Crack Growth Evaluation ofInteracting Paranel Surface Cracks
byM．Kamaya（Institute Nuclear Safbty System），and
T．Kitamura（Kyoto Univ．）
表面き裂の干渉問題を有限要素法により評価した。2つの表面き裂が段違い
位置にある場合は、有限要素メッシュを作成することが困難であるが、これに
独自の工夫を行った。き裂が接近する場合、向かい合うき裂の内側先端の応力
拡大係数が大きくなるが、同時に外側先端や深さ方向の応力拡大係数も大きく
なる。これにより、2つのき裂進展速度は加速されることになるが、この様子
がシミュレーションによって模擬された。求まったK値を基に、ASMEのSec．XI
に規定されている現行のき裂の合体評価基準に対する新たな基準を提案した。
12）The Ef董bct ofTemperature onthe Fatigue Crack Gmwth Rate ofType
304Stainless Steel
by J．J．Chen（Institute ofNuclear Energy Research，Taiwan），and
Y．S．Shih（Chung・Yuan Christian University，Taiwan）
304ステンレス鋼の疲労き裂進展速度を温度の関数として表現する。ただし、
式の導出にはヤング率と耐力の温度による変化を考慮し、物理的な意味づけを
持たせるように工夫した。式はFormanの式をベースに導出した。式の定数と
して、応力拡大係数の指数係数と比例係数があるが、指数係数については温度
に対して変化しないと仮定した。そして、比例係数をヤング率と耐力の関数と
して仮定し、試験データで近似すると様々な温度のデータについて求められた
式とよく一致することを確認した。
（文責釜谷）
一9一
2・4 Session rV Experiments
13）ResultsofflowinducedvibrationtestfbrPWRICISthimbletube by K．Ajiki，K．Umeda（Mitsubishi Heavy Industries，LTD．Yokohama，
Japan），T．lchikawa，M．Ban（Mitsubishi Heavy Industries，LTD．
Kobe，Japan），and H．Ichiba（Nuclear Development Corporation，
Tokaim皿a，Japan）
米国、国内の炉内計装用シンブルチューブの摩耗事象を受けて実施した流動
振動試験の内容を紹介した。この試験によりシンブルチューブの摩耗は炉内
計装案内管内の軸流及び燃料下部ノズルでの乱れた横流れが原因であること
を確認した。また、この原因の確認を受け、軸流及び横流れの対策を検討し
その効果についても確認した。このうち比較的実機の健全性に影響が少ない
軸流への対策を実施し10年以上の実績があることを紹介した。
14）The effbcts ofheat treatment conditions ofthe SA508Grade3Class l
steelp亘or to welding on impact toughness in its HAZ region
byJ．T．Kim，H．K．Kwon，and B．1．Y＆ng（Materials Deveiopment
Research Team，R＆D Center Doosan Heavy Industries＆
Construction Co．，LTD）
原子炉圧力容器の材料に用いられている低合金鋼（SA508Grade3Class1）
の脆性を向上させるためにI HT（I n t e r c r i t i c a l H e a t
T r e a t m e n t〉を焼入れと焼戻しの間に実施する事が望ましいと知ら
れている。しかしながら、溶接部（熱影響部）に対するI HTの有無の影響
を示すデータはほとんどない。よって、ここでは、30tのインゴットから
作ったほぼ実機規模の材料から切り出した板を用いて溶接部に対する脆性確
認試験を行った。その結果溶接熱影響部もI HTにより脆性遷移温度も吸収
エネルギーも多くなると言う結果が得られた。これにより、I HTは母材及
び溶接部双方に対して優れた熱処理であることが判った。
（この他の2つのプレゼンテーションは当日キャンセルされた。）
（文責安食）
一10一
2－5 SessionV（Fa皿ure Assessment）
15）Fa丑皿e Assessment C皿ves fbrAustenitic Stainless Steel Pipes with a
CircumfbrentialCrackataWeldedJoints byM．Asano，」．Fukakura andM．Kikuchi（Toshiba Corp．，Japan）
破壊評価ダイアグラムは限界き裂寸法を決めるために広く用いられており、
R6法として、あるいは、ASME（米国機械学会）ではCode Case N－494とし
て規格に採用されている。
ここでは、Code Case N－494で与えられているステンレス鋼の破壊評価曲線
の欠陥寸法依存性が検討された。さらに、308ステンレス鋼溶接部を対象に、非
時効材とBWRの長期運転を模擬した400℃20，000時間の時効材の破壊評価曲
線が検討された。
Code Case N－494の破壊評価曲線は、管が軸力を受け、周方向き裂が90Qで
深さが管厚50％の場合の破壊評価曲線が定義されている。き裂角度をgooにし、
き裂深さを種々変化させて破壊評価曲線を求めたところ、50％以上のき裂深さ
の破壊評価線図は重なりあって、下限側に位置した。また、き裂深さを管厚の
50％にし、き裂角度を変えた場合、goo以下の角度の破壊評価線図は重なりあ
って、下限側にきた。これらのことから、き裂深さが管厚の50％で角度が90Q
の破壊評価線図が下限側の線図になることがわかった。
R6法のオプション1とオプション2を用いて、非時効材と時効材の破壊評価
曲線が求められた。時効材の破壊評価曲線は、若干上限側に位置したが、両材
料の破壊評価曲線に大きな違いは無いことがわかった。
また、母材の破壊評価曲線はCode Case N・494に近いが、溶接金属の場合、
破壊評価線図は高応力レベルで非保守的であり、低応力レベルで保守的である
ことがわかった。
16）：Expenmental ApProaches on Flow Accelerated Corrosion Behavior of
CANDU Feeder Piping by J．H．Kim，S．H．Kim，1．S．Kim（KoreanAdvanced Institute of
Science andTechnology，Korea），Y．W．Park（KoreanInstitute of
Nuclear Safbty，Korea），and H．S．Chung（Korean Electric Power
Research Institute，Korea）
CANDU炉フィーダ管の流体加速腐食（FAC）の研究結果が報告された。フ
一11一
イーダ管は約2．5インチロ径のフェライト鋼配管で、圧力管とスチームジェネラ
タァを連結する管で、管内を300℃から310℃の冷却材が高速で流れる。肉厚は
約0．25インチあるが、長期間の使用とともに肉厚が減じつつある。そこで、FAC
の挙動を解明するため、高温回転電極を開発し、オートクレーブ内で減肉の実
験が行われた。
溶存酸素やpHをパラメータに回転速度を増加させたときの腐食電位が求め
られた。腐食電位は、回転速度が増加するとわずかに増加する傾向がみられた。
また、静止状態の水では腐食電位は温度の増加とともに急激に低下したが、回
転状態では腐食電位はわずかに減少した。
さらに、FACを抑える方法として磁場を用いる方法も紹介された。磁場は界
面拡散層の局部質量移行を増加させて腐食速度を高めた。しかし、酸化の機械
的安定生は磁場により高まり、2000rpmの回転中に2500ガウスの磁場をかけ
ると酸化膜厚さのロスが0．16mm／yearから0．10mm／yearに減じた。磁場にっ
いて、CANDU炉の適用性の質問があったが、フィーダ管と管のスペースが狭
く適用までには至っていないとのことであった。
17） Compahson ofA皿owable Flaw Sizes dehved丘om Limit Load C亘te亘on
and Two ParameterApproach by K．Hasegawa and K。Miyaza：ki（Hitachi，Ltd．）
定期検査において配管に欠陥が検出された場合、ある評価期間の欠陥の成長
を計算して、その大きさが許容される寸法内にあるかどうかは、極限荷重評価
法や2パラメータ評価法によって決定される。これらの方法は、規格としてオ
ーソライズされており、日本機械学会規格やASME（米国機械学会）規格でも採
用されている。
極限荷重評価法は、欠陥断面の正味応力の大きさをもとにした評価法であり、
2パラメータ評価法は線形破壊と塑性崩壊を組み合わせた評価法である。ここ
では、周方向に未貫通欠陥の欠陥を有する靭性の高い炭素鋼管について極限荷
重評価法で算出される許容欠陥寸法と、2パラメータ法で算出される許容欠陥
寸法が比較された。2パラメータ評価法はASMEのコードケースN494－3が用い
られた。
極限荷重評価法で求まる許容欠陥寸法比（肉厚に対する欠陥深さ）は、配管の口
径に依存しない。一方、2パラメータ評価法は欠陥深さや配管口径に依存する。
両許容欠陥寸法を比較した結果、下記のことが明らかとなった。
配管口径が小の場合、2パラメータ評価法で与えられる許容欠陥寸法は、極
一12一
限荷重評価よりも大きい。特に、欠陥角度が大になるほどこの差は大きい。ま
た、配管口径が大の場合、逆に、2パラメータ評価法で与えられる許容欠陥寸
法は、極限荷重評価よりも小さい。特に、欠陥角度が小になるほどこの差は大
きく、例えば24インチ管でき裂角度が360の場合、2パラメータ評価法で算
出される許容深さは約10mmであり、極限荷重評価法では約23mmであった。
欠陥が検出された場合、どちらの評価法を使うべきかとの質問が出たが、発
表者自身も考えはなく、今後の課題であるとの回答であった。
18） The Prediction ofthe Crack Growth using Bound、ary Element Method
by Strain Energy Density Criterion
byW．S．Yang（Nankai College ofTechnology＆Commerce，
Taiw＆n），and K．Ting（Lungha University ofScience an（1
Technology，Taiwan）
破壊のプロセスを評価する方法としてひずみエネルギ密度法（StrainEnergy
Density Criterion）がある。ひずみエネルギ密度法は数値解析が複雑なことか
らモード1に対してのみ用いられている。ここでは、混合モードの破壊プロセス
について、ひずみエネルギ密度法を用いた効果的なMulti－domain Bound＆ry
Element法を述べている。
対象は、一様な軸力を受ける2次元平板で、平板中央には斜めき裂がある場
合が解析された。き裂の傾斜度がパラメータであり、傾斜度が変化した場合の
応力分布等の結果が紹介された。
このような解析は原子力と関係があるのかとの質問があった。モードIIのト
ラブルがよくあり、そのために実施しているとのことであった。また、日本で
もモードIIの研究がなされているとのコメントもあった。
（文責 長谷川）
一13一
2・6 SessionVI（Material Embrittlement）
19）The Fai1皿e Analysis ofSensing Line in Recirculation System
by Kuen Ting（Lunghwa Univ．，Rep．ofChina），J．S．Yu，S．Y．Chen
（INER，Rep．ofChina），and C．T．Tsu（Taiwan Power Company，
Rep．of China）
台湾のBWR－4発電プラントにおいて、再循環系ライザ管に付設されたセンシ
ングラインの破損が発生した。破面解析、振動試験、および有限要素解析を通
じてこの原因を解明した。
破面解析の結果、初期に高速荷重（HighTate loading）によりき裂が発生し、そ
の後高サイクル疲労によりき裂が進展し、破損に至ったことが判明した。高速
荷重を引き起こす原因は、プラント停止時に再循環系ポンプの圧力調整弁の開
度によって生じる流力弾性振動であることを振動試験により明らかにした。さ
らに、実機を模擬した有限要素解析により、破損が生じたセンシングラインに
おいて共振が起こり得ることを確認した。
20） Charactehstics ofNeutron Irradiation：Embrittlement in Korean
Ma：king SA508－3RPV Forging Steels Having D迅brent Refi1血g
Process
by Bong Sang Lee，Jun Hwa Hong，Yong Jun Oh，Hyun Yoon，Joo
Hag Kim，Se Hwan Chi（KAERI，Korea），and Jeong Tae Kim
（Doosan Heavy Ind．ustries and．Construction Co．，Korea）
韓国型標準炉の圧力容器用材料であるSA508－3低合金鋼鍛造材に対する中性
子照射脆化の特性について調べた。精練工程の異なる母材3種および溶接金属1
種を対象に、未照射材および照射材（照射量1－5×1019n／cm2）のシャルピー試験、
落重試験、破壊靭性試験、J・R試験、引張試験、硬さ試験を実施した。
これら試験の結果、同材未照射材は良好な機械的特性を示し、また照射によ
るシャルピー遷移温度のシフト、上部棚エネルギの低下、破壊靭性参照温度の
遷移は、化学組成の違いに関わらずそれほど顕著ではないことを明らかにした。
一14一
とりわけ、アルミニウムとシリコンにより脱酸したキルド鋼において、中性子
照射による脆化はきわめてわずかであった。
21）Study on Flaw：EvaluationfbrPipeswithModerate－Toughness
by Nao：kiMiura，Koichi Kashima（CRIEPI，Japan），Katsumasa
Miyaz＆ki，Masa：kazu Hisatsune，and Kunio Hasegawa（Hitachi，
Japan）
靭性が中程度のクラス2、3配管に対し適用可能な欠陥評価クライテリアの確
立を目的とした一連の研究成果が報告された。
2パラメータ法の破壊評価曲線を利用して延性き裂進展開始を予測すること
により、評価不要欠陥寸法を定めるための一般的な手法を新たに提案した。同
手法を用いたパラメータ解析を実施し、軸方向欠陥と周方向欠陥とで評価不要
欠陥寸法を同一と見倣せることを明らかにし、また評価不要欠陥寸法に及ぼす
各種因子（管厚、アスペクト比、破壊靭性、負荷応力、管厚比）の影響が破壊力学
に基づく予測と定性的に一致することを確認した。
続いて、代表的な中靭性配管材を用いたき裂付き配管破壊試験を実施し、そ
の破壊挙動、載荷荷重が」積分を介した弾塑性破壊力学により良好に予測でき
ることを示した。さらに、実験的に得られたZ係数をクラス1配管に対する現
行のZ係数と比較し、中靭性配管に対しても現行のZ係数が適用できる可能性
はあるものの、さらなる検討が必要であることが言及された。
21）A Simpli五edApproach fbr the Estimation ofTO Shift Due to
I皿adlation Embrittlement
byJin Ho Lee，SeokHunKim，YounWonPark（KINS，Korea），
Volodymyr Revka，and Ed．uard．Grinik（lnstitute fbr Nuclear
Research，Ukraine）
文献データをもとに、圧力容器鋼の照射脆化評価のための手法に関する検討
を行った。マスターカーブ法による破壊靭性遷移温度を、米国規格（U．S．
一15一
Regulatory Guide1．99，Rev．2）およびロシア規格（Russian Code PNAE
G－7－002－86〉に従い求めたシャルピー遷移温度と比較した。米国規格は照射脆化
による破壊靭性遷移温度のシフトを過小評価する傾向にあるのに対し、ロシア
規格によれば破壊靭性遷移温度とシャルピー遷移温度とが良好な一致を示した。
これは、米国規格において照射脆化に伴う材料の降伏強度の上昇を考慮に入れ
ていないためであり、シャルピー遷移温度を決定する際のシャルピー吸収エネ
ルギレベルの設定に際し、脆化の影響を適切に取り込むことにより、米国規格
においても良好な遷移温度の予測が可能となることを明らかにした。
（文責 三浦）
一16一
3．古里原子力発電所訪問記（4／17）
釜山からバスで約1時問の北東部海岸に位置する韓国水力・原子力電力㈱の古
里原子力発電所を訪問し、この発電所で行われている構造健全性評価、高経年
化対策プログラムについて議論を行った。韓国水力・原子力電力㈱は、旧韓国電
力（KE P CO）が5つの火力発電会社と1つの水力・原子力発電会社及び1っ
の送変電会社（現KE P CO）に分離してできた会社の1つであり、現在16
基（13，716MW）が稼動しており、さらに10基（10，800MW）が建設或いは計画中である。古里は韓国で最も古い原子力発電所で、現在PW
R4基（3，137MW〉が稼動し、さらにPWR4基（新古里4，800MW）が建設或いは計画中である。また、この発電所では1，2号機と3，4号
機は異なる所長以下の体制で管理されており、今回訪問したのは3，4号機（9
50×2MW）である。李光雨機械部長の案内により、P R館、中央制御室、タービン建屋、廃棄物貯
蔵設備等を見学させて頂いた。木製ドア、コントロールパネル等に特徴が認め
られたが、目本の原子力発電所と概略同様との印象を受けた。しかしながら、
要所要所に自動小銃を持った警官が監視しており、日本とは異なる強い緊張感
があった。
見学の後、予め連絡しておいたプラント機器の保守にかかわる古里原子力発電
所の取り組みについて議論を行った。古里原子力発電所側からは所長、副所長
を始め20名あまりが出席され、李光雨機械部長が韓国における原子力発電の
概要から、古里原子力発電所における構造健全性評価や高経年化対策に対する
取り組みを説明され、議論を行なった。以下にその内容を要約する。
韓国水力・原子力電力㈱は金融経済省（予算）、通商産業エネルギー省（政策）、
科学技術省（安全、ライセンス）の監督下で発電、建設を行っている。韓国で
は原子力の発電設備容量は27．9％であるのに対し、発電電力量の40．9％
を原子力でまかなっている。また、2000年度の稼動率は世界平均76．4％
に対し90．4％と高く、安定したエネルギー源としてますます重要性になっ
て来ている。古里3，4号機は韓国電力が最初にプロジェクトマネージメント
を実施したプラントであり、いずれも1977年に計画が決まり、3号機は1
985年に、また4号機は1986年に商業運転を開始し、以来高い稼動率を
示し、2001年度はいずれも90％を上回っている。この発電所には運転要
員のほか機器の構造健全性評価、ライセンスリニューワル、補修／交換などを
行うエンジニアリング部門があり、韓国原子力研究所（KAE R I〉等と協力
してプラント機器の構造健全性評価、高経年化対策に対する研究、マネージメ
一17一
ントを行なっている。構造健全性評価については長期間メンテナンス、クリテ
ィカル機器マネージメント、予防保全、供用期問中検査の諸プログラムの他、
圧力容器の照射脆化評価・対策、原子炉配管の劣化評価、熱交チューブマネー
ジメントプログラム等を実施しており、主にA SME C o d eに基づいて判定
しているようである。また、L B Bについても韓国電力研究所（KE P R I）
主導で2003年度一杯研究を続ける予定とのことである。高経年化プラント
についてはI AEAの規則（N o．50－S G－012）、U Sライセンス更
新規則（10C F R50．65，100，10C F R54）及び国内規則（科学技
術省のP S Rガイドライン）に従って運転継続を判断するとのこと。既に、韓
国で一番古い古里1号機についてP L I M（P l a n t L i f e t i m e M
a n a g e m e n t）プログラムにより技術的、経済的及び法的観点から継続
運転に対する内部アセスメントを終了しており、今後オーソライズを進めると
のこと。また、3，4号機についてはP L I Mプログラムが2002．7～20
04．6に実施され、古里1号機のP L I Mプログラム等の結果に基づいて、
長寿命機器（L o n g l i f e p a s s i v e c o mp o n e n t s）と短
寿命機器（S h o r t l i f e a c t i v e c o mp o n e n t s）に分け
て検討し、特に原子炉圧力容器、炭素鋼配管、S I／RHR配管、蒸気発生器、
加圧器、原子炉冷却材ポンプ、熱交換器等の重要機器については経年変化を考
慮した管理を行なう計画があるとのことである。今回の訪問により、古里原子
力発電所は技術的には韓国原子力安全研究所、電力研究所、大学などの機関に
追うところが多いものの、原子力を重要なエネルギー源と位置付け、必要な項
目を積極的に実施しているとの印象を受けた。
（文責淺野）
一18一
4．むすび
韓国、日本、台湾と一巡し第4回ワークショップが再び韓国で開かれた。ほ
ぼ2年おきに順調に回を進めてきており、本ワークショップシリーズも軌道に
乗ったと言えよう。第1回の頃はまだ東アジアの原子力開発者との交流の重要
性はそれぞれ活発になっていなかったがこのところ我国でも大きな関心を持た
れるようになった。
そのような意味でも本ワークショップは比較的早い時期からスタートさせて
よかったと思っている。第5回は、2004年春に日本がホストとなって開催
される予定である。
是非多くの方々が参加されこの方面の東アジアのエンジニア、研究者との交
流を深められることを祈っている。
（文責 矢川）
一19一